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第八届(2012)北京核学会核应用技术学术交流会

作者： LI Feng-yu 李凤宇 LU Gu-bing 陆古兵 CHEN Zhi 陈智 College of Naval Architecture&Power Naval University of Engineering Wuhan 430033 China 海军工程大学船舶与动力学院湖北武汉 430033 Science and Technology on Reactor System Design Technology LaboratoryNuclear Power Institute of China Chendu 610041 China 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都 610041

采用船用核动力装置模拟程序，对反应堆冷却剂泵转速连续调节研究进行仿真试验研究。在相同的40％满功率工况下，进行冷却剂泵转速阶跃变化与连续变化两种试验。对比了反应堆进出口温度、反应堆功率、反应堆反应性、冷却剂流量、蒸发器... 详细信息

采用船用核动力装置模拟程序，对反应堆冷却剂泵转速连续调节研究进行仿真试验研究。在相同的40％满功率工况下，进行冷却剂泵转速阶跃变化与连续变化两种试验。对比了反应堆进出口温度、反应堆功率、反应堆反应性、冷却剂流量、蒸发器蒸汽压力等参数的变化情况，对开展船用反应堆冷却剂泵连续调速设计具有重要的指导意义。

关键词：船用反应堆冷却剂泵转速调节仿真分析

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碳纤维复合材料缠绕修复的压力管道断裂分析

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核动力工程 2011年第2期32卷 48-52,115页

作者：柳军严波卢岳川孙英学姜乃斌常学平重庆大学工程力学系重庆400044 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041 西南石油大学工程力学系成都610500

采用耦合的有限元-无网格Galerkin数值算法,计算了碳纤维增强型复合材料缠绕修复的压力管道横向贯穿裂纹以及横向椭圆型表面裂纹前沿应力强度因子,据此分析了碳纤维增强型复合材料套袖长度对压力管道裂纹应力强度因子的影响。结果表明,... 详细信息

采用耦合的有限元-无网格Galerkin数值算法,计算了碳纤维增强型复合材料缠绕修复的压力管道横向贯穿裂纹以及横向椭圆型表面裂纹前沿应力强度因子,据此分析了碳纤维增强型复合材料套袖长度对压力管道裂纹应力强度因子的影响。结果表明,本文所提算法能有效计算三维问题应力强度因子;含裂纹压力管道采用碳纤维增强型复合材料缠绕修复后,裂纹前沿的应力强度因子显著降低;修复套袖越长,修复效果越显著,但套袖长度超过一定范围后,应力强度因子的降低趋于缓慢,对修复效能的进一步提高贡献甚微。

关键词：有限元-无网格耦合算法裂纹压力管道碳纤维复合材料缠绕修复应力强度因子

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基于GM(1,1)模型与灰色马尔可夫GM(1,1)模型的核动力装置趋势预测方法研究

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原子能科学技术 2011年第9期45卷 1075-1079页

作者：刘永阔谢春丽于竹君凌霜寒哈尔滨工程大学核安全与仿真技术国防重点学科实验室黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610041 东北林业大学交通学院黑龙江哈尔滨150040

在核动力装置灰色GM(1,1)模型趋势预测的基础上,引入马尔可夫链预测理论,建立核动力装置灰色马尔可夫GM(1,1)趋势预测模型。该模型既考虑了GM(1,1)模型较强的处理单调数列的特性,又考虑了通过状态转移概率矩阵的变换提取数据随机波动响... 详细信息

在核动力装置灰色GM(1,1)模型趋势预测的基础上,引入马尔可夫链预测理论,建立核动力装置灰色马尔可夫GM(1,1)趋势预测模型。该模型既考虑了GM(1,1)模型较强的处理单调数列的特性,又考虑了通过状态转移概率矩阵的变换提取数据随机波动响应的特点,灰色马尔可夫GM(1,1)模型将这两种性质有机结合起来,具有严密的科学性,从而拓宽了传统灰色GM(1,1)模型预测的应用范围。实例验证表明:灰色马尔可夫GM(1,1)模型充分利用历史数据给予的信息,不但能对核动力装置运行中的单调数列进行准确的趋势预测,也可实现对波动运行的重要参数进行准确的趋势预测,大幅提高了随机波动较大数据序列的预测精度。

关键词：核动力装置灰色模型马尔可夫链趋势预测

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控制棒驱动机构抗震支承装置材料国产化研究

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中国核电 2011年第2期4卷 130-137页

作者：王庆田何培峰慕殿鹏中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

核岛设备控制棒驱动机构(CRDM)抗震支承装置是反应堆堆顶重要的抗震和支承部件,属于安全相关级设备(LS级),其生产制造已经实现国产化,因此实现其结构材料以及焊接材料的国产化至关重要。本文就核岛设备CRDM抗震支承装置母材和焊接材料... 详细信息

核岛设备控制棒驱动机构(CRDM)抗震支承装置是反应堆堆顶重要的抗震和支承部件,属于安全相关级设备(LS级),其生产制造已经实现国产化,因此实现其结构材料以及焊接材料的国产化至关重要。本文就核岛设备CRDM抗震支承装置母材和焊接材料的国产化设计进行了论述,通过与国外成熟核电厂建设中采用的主体结构材料以及焊接材料在化学成分、力学性能、硬度等方面的对比分析,提出了CRDM抗震支承装置国产化结构材料以及国产化焊接材料的要求。通过对结构进行力学分析,结果满足设计要求。

关键词： CRDM抗震支承装置材料国产化

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核电厂数字化仪控系统结构比较分析

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中国核电 2011年第3期4卷 212-219页

作者：王远隆中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610041

采用比较方法,分别从核电厂的特殊性、系统分层原理、仪表性能等方面针对几个核电厂数字化仪控系统结构作了对比分析,并从中提出在核电厂设计和应用这类系统时需要注意的问题。

关键词：核电厂数字化仪控系统

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温差式压力容器水位测量技术研究

温差式压力容器水位测量技术研究

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第一届中国(国际)核电仪控技术大会

作者：何正熙何鹏李小芬苟拓中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

本文根据“金属-水蒸气”和“金属-水”换热能力存在显著差异而设计了一种带参考端的加热式铠装热电偶液位探测器，并在高压釜中模拟了多种换热工况进行性能实验。结果表明该探测器原理正确，性能可靠，在制造上可以完全基于成熟工艺... 详细信息

本文根据“金属-水蒸气”和“金属-水”换热能力存在显著差异而设计了一种带参考端的加热式铠装热电偶液位探测器，并在高压釜中模拟了多种换热工况进行性能实验。结果表明该探测器原理正确，性能可靠，在制造上可以完全基于成熟工艺和材料，并具备承受严重事故环境条件的能力。由多个探测器构成的反应堆水位测量组件可以实现EOP 和SOP 下事故后堆芯水位监测。

关键词：反应堆液位测量技术传感器

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核反应堆动力学点堆模型处理中值得注意的问题

核反应堆动力学点堆模型处理中值得注意的问题

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2011核能行业仿真技术及应用研讨会

作者：王远隆中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

本文针对在计算机仿真实验中如何处理核反应堆动力学点堆模型的方法问题进行了对比分析。通过分析提出了认定点堆模型处理合理性的基本原则。这样的原则具有实际的工程使用价值。

关键词：核裂变反应堆点堆模型动力学计算机仿真

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堆内构件柱类部件焊接变形的控制技术

堆内构件柱类部件焊接变形的控制技术

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第八届中国核学会“三核”论坛

作者：王庆田中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

焊接残余应力与变形影响焊接结构件的装配精度和结构稳定性.对于安全性要求较高的核岛设备而言,焊接残余应力与变形的控制显得更为重要.在吸取其秦山二期扩建核电厂和岭澳二期核电厂焊接变形经验教训的基础上,本文针对反应堆堆内构件柱... 详细信息

焊接残余应力与变形影响焊接结构件的装配精度和结构稳定性.对于安全性要求较高的核岛设备而言,焊接残余应力与变形的控制显得更为重要.在吸取其秦山二期扩建核电厂和岭澳二期核电厂焊接变形经验教训的基础上,本文针对反应堆堆内构件柱类部件的焊接提出一些防变形的控制措施,包括焊接坡口的设计优化、焊接工艺的改进、制定了阶梯的焊接工艺参数等措施.把以上改进用于红沿河核电厂堆内构件柱类部件的焊接,焊接后的变形量大大减少,没有出现一个位置度和尺寸超差的不符合项,满足设计要求.

关键词：反应堆堆内构件柱类部件焊接工艺变形控制

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岭澳核电二期工程蒸汽发生器水位控制系统相关传递函数的辨识方法

岭澳核电二期工程蒸汽发生器水位控制系统相关传递函数的辨识方法

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第一届中国(国际)核电仪控技术大会

作者：陈智张英王华金张瑞中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

对岭澳核电二期工程蒸汽发生器水位控制系统设计过程中未知的被控对象和物理过程传递函数进行了辨识研究，给出了辨识方法，并通过对设备供货商提供的设备特性曲线和利用瞬态分析程序（CATIA2）计算得到的瞬态结果进行分析和数据提... 详细信息

对岭澳核电二期工程蒸汽发生器水位控制系统设计过程中未知的被控对象和物理过程传递函数进行了辨识研究，给出了辨识方法，并通过对设备供货商提供的设备特性曲线和利用瞬态分析程序（CATIA2）计算得到的瞬态结果进行分析和数据提取，得到辨识基本数据。然后采用MATLAB 程序建立参数估计所需模型，进行参数辨识，最终得到相关传递函数，满足了控制系统总体设计和性能验证的需求。

关键词：蒸汽发生器水位控制系统传递函数辨识方法

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反应堆数字化仪控系统安全级硬件平台(MICON 系统)设计及应用

反应堆数字化仪控系统安全级硬件平台(MICON 系统)设计及应用

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中国核学会2011年年会

作者：吴志强曾少立核反应堆系统设计技术重点实验室，四川成都610041 中国核动力研究设计院设计所，四川成都 610041

反应堆仪控系统是核电站的重要系统，其中的保护系统属于核安全级(1E级)设备，要求具有高安全性、高可靠性，其采用的硬件平台和研制技术也属于核心技术。目前国内在建和在用核电站数字化仪控系统均采购自国外，为打破国外垄断和实现... 详细信息

反应堆仪控系统是核电站的重要系统，其中的保护系统属于核安全级(1E级)设备，要求具有高安全性、高可靠性，其采用的硬件平台和研制技术也属于核心技术。目前国内在建和在用核电站数字化仪控系统均采购自国外，为打破国外垄断和实现国产化，拥有自主知识产权的安全级数字化仪控硬件平台，中国核动力研究设计院为反应堆安全级 1 E级设备应用开展了仪控安全级硬件平台的设计和研制。文章对该硬件平台选用的技术路线、构架、性能指标、研发过程等情况进行了描述，并介绍了以该平台为基础集成的反应堆保护装置工程样机验证情况，试验表明该硬件平台完全满足安全级1 E级要求，通过后续按核电相关标准开展适应性优化和补充试验鉴定工作，该平台可作为安全级DCS 硬件平台完整解决方案向核电市场进行推广。

关键词：数字化仪控系统 MICON系统

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